ot

X = dQ dmn .

Усистемі міжнародних одиниць (СІ) активність вимірюється

вбекерелях (Бк): 1 Бк = 1 розп/с. Широко використовується позасистемна одиниця активності – кюрі (Ки): 1 Ки = 3,7•1010 Бк. 1 Ки – це активність 1 г радію.

Кожен радіонуклід характеризується своїм періодом напіврозпаду Т(1/2), тобто часом, протягом якого кількість ядер радіонукліда внаслідок розпаду зменшується вдвічі.

Радіоактивний розпад не може бути зупинений чи прискорений яким-небудь способом. Крім природних радіонуклідів, на цей час відомо понад 1700 штучних.

Основною фізичною величиною, що визначає ступінь радіаційного впливу, є поглинена доза – D. Це відношення середньої енергії dW, переданої іонізуючим випромінюванням речовині в елементарному об’ємі, до маси dm речовини в цьому об’ємі:

D=dW /dm. (3.83)

Одиниця поглиненої дози D в СІ – грей (Гр); 1 Гр = 1 Дж/кг. Але використовується і позасистемна одиниця – рад: 1 рад = 0,01 Гр.

Іонізуюча здатність поля фотонного випромінювання визначається відносною густиною створених ним іонів і характеризується експозиційною дозою Х, що є відношенням сумарного заряду dQ усіх іонів одного знака, створених в елементарному об’ємі повітря, до маси цього повітря dmn :

(3.84)

Одиниця експозиційної дози Х в СІ – це кулон на кілограм (Кл/кг). На практиці використовується позасистемна одиниця – рентген: 1 Р = 2,58•10-4 Кл/кг.

Значенню 1 Р експозиційної дози відповідає поглинена біотканиною доза 0,95 рад, тому з похибкою до 5% ці величини для біотканини можна вважати збіжними.

Біологічний ефект ІВ при однаковій поглиненій дозі залежить від виду випромінювання та його енергетичного спектра. Для врахування ступеня радіаційної небезпеки різних видів ІВ уводиться коефіцієнт якості випромінювання К та еквівалентна доза – Н, яка визначається як множення поглиненої дози D та середнього коефіцієнта якості випромінювання К в цьому об’ємі біотканини:

Н = КD. (3.85)

Одиниця еквівалентної дози Н в СІ – зіверт (Зв). Зіверт – одиниця еквівалентної дози будь-якого виду випромінювання, що створює такий же біологічний ефект, як і поглинена доза в один рентген зразкового рентгенівського випромінювання. Використовується також позасистемна одиниця бер (біологічний еквівалентт рада): 1 бер = 0,01 Зв. При невідомому енергетичному спектрі рекомендується брати такі значення К:1 для рентгенівського та β-випромінювань, 10 – для нейтронів і протонів, 20 – для α-часток.

220

Інтенсивність ІВ вимірюється одиницями потужності дози Р. У СІ одиниця потужності поглиненої дози Р – грей за секунду (Гр/с); потужності еквівалентної дози Рекв – зіверт за секунду (Зв/с); потужності експозиційної дози Рексп – ампер на кілограм (А/кг). Частіше використовуються позасистемні одиниці Р: рад за секунду, рад за годину, бер за секунду, бер за годину, рентген за секунду, рентген за годину і дольні з приставками мілі-, мікро-.

Потужність дози ІВ характеризує рівень радіоактивного зараження (забруднення) місцевості, різних поверхонь та об’ємів.

Ступінь радіоактивного забруднення місцевості та поверхні оцінюється також значенням поверхневої активності АS (Бк/м2, Ки/км2 тощо). В оцінкових розрахунках 1 Ки/км2 відповідає потужності експозиційної дози приблизно 10 мкР/год, вимірюваній на висоті 1 м від поверхні. Ступінь радіоактивного забруднення води, продовольства, повітря вимірюється питомою активністю Аm (Бк/кг, Ки/кг і т.д.) чи об’ємною активністю АV (Бк/м3, Бк/л, Ки/м3,Ки/л). Ступінь радіоактивного забруднення характеризується також густиною потоку часток, випромінюваних забрудненою поверхнею,

	1		1
Φα(β ,γ ),		,		.
	2		2
c м			с см

Біологічна дія іонізуючих випромінювань. Відносно невеликі дози енергії ІВ впливають на живі організми. Доза в 10 Гр (10 Дж/кг) смертельна для більшості ссавців. Якби така енергія передавалася у формі тепла, температура тіла підвищилася б лише на 0,001°C, тобто для людини менше ніж від склянки гарячого чаю. Таким чином, ефект біологічного впливу ІВ зумовлений не стільки кількістю поглиненої енергії, скільки специфічною формою її передачі.

Енергія ІВ викликає в біотканині, як і в будь-якій речовині, утворення іонів і збуджених молекул. Але це лише перший «акт драми», що розігрується в живій клітині. За ним з’являються етапи хімічного і біологічного ураження клітини. При певній кількості уражених клітин порушується життєдіяльність окремих органів або систем організму в цілому.

У живих клітинах найбільш уразливими є структури клітинного ядра і насамперед молекули ДНК (дезоксирибонуклеїнової кислоти), у яких закодована спадкоємна інформація (генетичний код). Ці молекули містяться в клітині в єдиному екземплярі. Ступінь ушкодження ДНК і відносна кількість уражених клітин залежать від дози ІВ. При невеликих дозах репаративні системи клітин усувають ушкодження. Зі збільшенням дози ці системи не справляються з ушкодженнями, уражені клітини гинуть або, зберігаючи життєздатність, передають «дочірнім» клітинам змінену спадкоємну інформацію, виникають мутації (від лат. mutatio – зміна).

Клітина з порушеною структурою ДНК змінює свої властивості, що сприяє появі нових життєвих форм – мутагенних організмів. Змінені

221

ознаки організму можуть бути для нього корисними чи шкідливими. Подальшу долю мутагенних організмів визначає комплекс умов життя. Природний відбір – найважливіший фактор еволюції кожного виду або життя в цілому – визначає напрямок розвитку, усуває маси менш пристосованих носіїв шкідливих мутацій і закріплює корисні мутації, сприяє розмноженню більш пристосованих мутантів.

Є підстави припускати, що вражаюча уяву розмаїтість життєвих форм на Землі – це прямий результат мільярднорічної еволюції, однією з рушійних сил якої був і залишається природний радіаційний фон. Однак що вища і складніша організація живих істот, то більшою є ймовірність шкідливих мутацій і меншою корисних. Для людини більшість мутацій виявляється шкідливими і стає причиною спадкоємних хвороб і каліцтв, що можуть виявлятися в потомстві через багато поколінь.

Діапазон стійкості до ІВ у живій природі досить широкий. Найстійкішими є мікроорганізми. Для них напівлетальна доза Д50 (доза, при якій гине половина організмів цього виду) становить сотні тисяч грей, для безхребетних – майже на порядок нижче, для хребетних – десятки грей. Найбільш чутливі до ІВ – ссавці, для яких напівлетальна доза складає 2,5...10 Гр, для людини – 4...4,5 Гр. Радіочутливість залежить також від віку, статі, навіть в одному організмі радіочутливість органів і тканин є різною.

При одноразовому рівномірному опроміненні тіла людини дозою 1...10 Зв розвивається гостра променева хвороба (ГПХ). Розрізняють 4 ступені ГПХ: легка – при дозі 1...2 Зв; середня – 2...4 Зв; важка – 4...6 Зв; граничною вважається – 6...10 Зв. У протіканні ГПХ виділяють період формування і відновлення та період наслідків.

Перший період, у свою чергу, складається з чотирьох фаз: первинна загальна реакція; прихований перебіг хвороби; виражені клінічні прояви; безпосереднє відновлення.

Хронічна променева хвороба може бути наслідком неповного видужання після ГПХ, тривалого загального опромінення дозою невеликої потужності (0,1...0,5 бер на добу) чи тривалого опромінення окремих органів. При цьому характерні хвилеподібні зміни показників систем крові, послаблення імунітету, порушення серцево-судинної й ендокринної системи, що може призвести до виснаження резервних сил організму. При місцевому опроміненні окремих органів і тканин небезпека для організму зменшується зі зменшенням обсягу і значущості уражених органів. Для оцінки ступеня ризику місцевого чи нерівномірного опромінення вводиться поняття ефективної еквівалентної дози. Відповідно до рекомендацій МКРЗ прийняті наступні її значення: гонади – 0,25; молочна залоза – 0,15; червоний кістковий мозок і легені – по 0,12; щитовидна залоза і кісткові поверхні – по 0,03; 0,3 припадає на інші органи і тканини.

Одна з характерних рис променевої хвороби полягає в тому, що через тривалий час після, здавалося б, повного видужання (у гризу-

222

нів – через місяць, у людей через – 10–20 і більше років) в організмі можуть виникати хворобливі явища – віддалені наслідки опромінення. До них належать лейкози, злоякісні пухлини, катаракти кришталика, неврози, зниження тривалості життя.

Будь-який вид ІВ викликає біологічні зміни в організмі як при зовнішньому (джерело поза організмом), так і при внутрішньому опроміненні (коли радіаційні речовини (РР) проникають усередину організму). Біологічний ефект залежить від сумарної дози тривалості впливу випромінювання та інших факторів.

При внутрішньому опроміненні найбільш небезпечними є α-ви- промінювання, що мають велику іонізуючу здатність, а при зовнішньому – фотонне і нейтронне, яким властива висока проникність.

3.6.2.Джерела радіоактивного забруднення. Принципи нормування і захисту навколишнього середовища

До основних джерел радіоактивних забруднень належать:

•ядерні вибухи;

•ядерні реактори різних типів;

•радіонукліди, використовувані на підприємствах;

•підприємства ядерно-паливного циклу;

•місця переробки і поховання радіоактивних відходів.

Найбільшою потенційною небезпекою для навколишнього середовища і загрозою існуванню людської цивілізації є ядерна зброя.

Другим за ступенем небезпеки джерелом радіоактивних забруднень є ядерні реактори. У результаті викиду за межі АЕС тільки 3,5% радіонуклідів із реактора РБМК1500 четвертого енергоблоку Чорнобильської АЕС більше ніж 31 тис. км2 території виявилися в зоні радіоактивного зараження з поверхневою активністю по цезію-137 понад 5 Ки/км2.

Радіонукліди, використовувані як закриті джерела ІВ у промисловості (наприклад, у дефектоскопії, при автоматизації виробничих процесів тощо), у медицині, сільському господарстві, здатні створювати небезпеку навколишньому середовищу в результаті їх халатного зберігання і накопичення, коли вони можуть з’явитися в зовнішньому середовищі. Найбільше забруднення навколишнього середовища створює мережа радіаційних лабораторій, де використовують радіонукліди.

При нормальній роботі АЕС та інших підприємств ядерного паливного циклу відбуваються невеликі, але регулярні газоаерозольні викиди радіаційних речовин в атмосферу і скидання рідких радіоактивних відходів.

223

Загальні принципи нормування і захисту навколишнього середовища від радіоактивного забруднення

У зв’язку з неухильним підвищенням радіоактивного фону в глобальному масштабі, що зумовлене антропогенними факторами, виявом синергізму при комбінованому впливі на організми інших шкідливих агентів, стає актуальною розробка екологічного принципу нормування ІВ. Його основне завдання – охорона біологічних ресурсів планети, збереження генофонду живих організмів у біосфері Землі, забезпечення нормального середовища існування людини.

При нормальній практичній експлуатації антропогенних джерел ІВ живі організми зазнають впливу малих доз. Проведені дослідження показали стимулюючу дію на рослини і тварин малих доз ІВ. Так, виводимість курчат із яєць, опромінених дозою 0,14–2,9 бер, збільшилася на 3–6%, підвищилася їхня життєстійкість. Доза 5– 25 бер підвищує імунітет тварин. Регулярне опромінення пацюків дозами 0,8 бер на добу збільшила тривалість їхнього життя на 31%. Передпосівне опромінення насіння сільськогосподарських культур прискорює їх проростання на 1–2 тижні, скорочує вегетаційний період і підвищує врожайність на 10–20%.

І тільки починаючи з деякого граничного значення дози відзначається поява небажаних ефектів впливу ІВ. У той же час існує експериментально не доведена, але не спростована остаточно «безпорогова» концепція, відповідно до якої ризик R появи небажаних віддалених наслідків опромінення лінійно зростає з дозою, починаючи з нульового рівня. Це так звані стохастичні канцерогенні та генетичні ефекти, що можуть бути виявлені при тривалому спостереженні за великими групами населення.

Для оцінки можливої шкоди населенню регіону, яке зазнало радіоактивного забруднення, й імовірності виникнення стохастичних ефектів опромінення використовується величина колективної екві-

валентної дози:
S = ∞∫N(H)HdH = N0	∞∫f (H)dH,	(3.86)
0	0

де N(H)dH – кількість людей, що одержали дозу від Н до Н +dН; f(H) – статистична щільність розподілу еквівалентної дози серед осіб, що опромінюються; N0 – повна кількість осіб, що опромінюються.

Одиницями вимірювання колективної еквівалентної дози є лю- дино-зиверт (люд.-Зв) у СІ та позасистемна – людино-бер (люд.-бер).

В основі сучасних концепцій нормування ІВ лежить принцип обмеження дози на людину, й оскільки радіочутливість людського організму – одна з найвищих у природі, вважається, що заходи радіаційної безпеки, які застосовуються для захисту персоналу, працівника з джерелами ІВ, та населення, яке зазнає впливу ІВ, достатні, щоб одночасно захистити усі інші види живих організмів. Інакше кажучи, захист людини від опромінення гарантує захист для окремих

224

біоценозів і біосфери в цілому. Такий принцип нормування радіаційного впливу називається радіаційно-гігієнічним.

Використовувана останнім часом гіпотеза про безпорогову дію ІВ припускає, що будь-яка доза може бути шкідливою для людини. Тому джерела ІВ слід застосовувати лише в тих сферах людської діяльності, де це економічно і соціально виправдано.

Регламентація допустимих меж опромінення ґрунтується на

концепції прийнятного ризику. МКРЗ рекомендує при нормуванні ІВ визначати прийнятний ризик шляхом порівняння з ризиком від інших видів виробничої діяльності. Рекомендована МКРЗ і прийнята у нашій країні дозова межа – 5 бер на рік для персоналу – встановлена на основі гіпотези лінійної безпорогової дії малих доз випромінювання й зумовлює нижчий середній рівень ризику смертельного наслідку від професійного захворювання, викликаного впливом ІВ, ніж від впливу шкідливих виробничих факторів у найбільш безпечних сферах людської діяльності.

Будь-яка діяльність людини в умовах впливу шкідливих виробничих факторів повинна мати правове обґрунтування у вигляді законодавчих документів, що регламентують таку організацію технологічних процесів, яка забезпечує безпечні умови праці персоналу і життєдіяльності населення. Основними нормативними документами, що визначають умови праці у сфері впливу ІВ, є «Норми радіаційної безпеки України НРБУ-97» та «Основні санітарні правила роботи з РВ й іншими джерелами ІВ ОСП-72/87» (ОСП). Їх дотримання є обов’язковим для всіх підприємств, установ та організацій відповідно до чинного законодавства. На підставі цих документів і в строгій відповідності з ними розробляються відомчі і галузеві правила, де враховується специфіка використання джерел ІВ у цій галузі: на підприємствах і в установах розробляються «Положення із забезпечення радіаційної безпеки», де конкретизуються заходи і засоби з організації безпечних умов праці, а також методи контролю за дотриманням нормативних рівнів.

В основу «Норм радіаційної безпеки України» (НРБУ) закладено три принципи:

•неперевищення встановленої дозової межі;

•виключення будь-якого необґрунтованого опромінення;

•зниження дози опромінення до якомога нижчого рівня; Нормами встановлено три категорії осіб, що опромінюються:

– категорія А – персонал, який постійно чи тимчасово працює безпосередньо з джерелами ІВ;

–категорія Б – обмежена частина населення, що безпосередньо з джерелами ІВ не працює, але за умовами проживання чи розміщення робочих місць може зазнавати дії ІВ;

–категорія В – інше населення.

225

Оскільки радіочутливість окремих органів і тканин людини різна, вводиться поняття критичного органа. Критичним органом називається орган, тканина, частина тіла чи все тіло, опромінення якого в таких умовах нерівномірного опромінення організму завдає найбільшої шкоди здоров’ю певної особи чи її потомству.

Для категорії А встановлені річні гранично допустимі дози (ГДД), для категорії Б – річні граничні дози (ГД) (табл. 3.8).

	Дозові межі		Таблиця 3.8
		ГДД*, мЗв/рік,	ГД, мЗв/рік,
	Критичні органи	(бер/рік)	(бер/рік) (ка-
		(категорія А)	тегорія Б)
	1. Усе тіло, гонади, червоний кіст-	50 (5)	5 (0,5)
	ковий мозок
	2. Органи і тканини, які не ввій-	150 (15)	15 (1,5)
	шли до пп. 1 і 3
	3. Шкіра, кісткова тканина, кисті,	300 (30)	30 (3)
	передпліччя, гомілки, стопи

*Примітка: ГДД – найбільше значення індивідуальної еквівалентної дози за рік, що при рівномірному впливі протягом 50 років не викликає в стані здоров’я персоналу (категорії А) несприятливих змін, які виявляються сучасними методами.

Для виключення небажаних генетичних ефектів впливу ІВ для молоді та жінок до безпосередньої роботи з джерелами ІВ допускаються особи не молодше 18 років. До 30-літнього віку накопичена доза не має перевищувати 12 ГДД, а для жінок до 40 років доза опромінення на зону таза не має перевищувати 1 бер за будь-які два місяці.

На основі прийнятих значень ГДД і ГД розраховані допустимі рівні:

•річного проникнення радіонуклідів через органи дихання і травлення;

•потужності дози випромінювання;

• об’ємної активності (концентрації) радіонуклідів у повітрі та воді;

•забруднення продуктів харчування, одягу і поверхонь;

•густини потоку часток тощо.

Способи захисту від іонізуючого випромінювання

Існують наступні основні способи захисту від ІВ:

•захист часом;

•захист відстанню;

•захист кількістю;

•технічний захист;

•психологічний захист;

•хімічний захист.

226

Захист часом. Доза зовнішнього опромінення визначається рів-

нянням:		tк
D	=	∫	Pdt,	(3.87)
З.О.			t

tп

де tп – час початку опромінення; tк – час закінчення опромінення; Рt – потужність дози ІВ у момент t.

За відомими початковими даними визначається допустима тривалість чи час початку опромінення, розраховується режим роботи, що забезпечує безпечні дози.

Захист відстанню (R). Для точкового ізотропного джерела ІВ густина потоку випромінювання і потужність дози зменшується пропорційно квадрату відстані, а також послаблюється за рахунок взаємодії з елементарними частками середовища.

Захист кількістю полягає в тому, щоб кількість джерел ІВ та їх потужність забезпечували не перевищений вплив, ніж установлена дозова межа.

Технічний захист включає: герметизацію ІВ; екранування ІВ і робочих місць; застосування роботів, маніпуляторів, ДУ; засобів колективного й індивідуального захисту; дезактивацію устаткування, приміщень, робочих місць, одягу, взуття, території; знищення і поховання радіоактивних відходів.

При проектуванні захисту від зовнішнього радіаційного випромінювання (РВ) необхідно забезпечити такі значення потужності еквівалентної дози, при яких не будуть перевищені значення половини ГДД і ГД для категорії А і Б відповідно. Оскільки енергія РВ послаблюється в процесі взаємодії з речовиною, необхідний склад, кількість захисних шарів, їх товщина і форма захисту визначаються залежно від виду випромінювання, його енергетичного спектра і необхідного коефіцієнта послаблення.

Психологічний захист передбачає фарбування робочих приміщень у відповідний певний колір, встановлення попереджувальних знаків радіаційної небезпеки, влаштування високого порога перед кімнатою (приміщенням), у якій стоїть активний випромінювач.

Хімічний захист – це введення в організм людини перед опроміненням деяких хімічних сполук (радіопротекторів), які послабляють біологічну дію РВ і сприяють прискоренню виведення РР, що проникають усередину організму.

3.6.3.Організація робіт із радіоактивними речовинами й іншими джерелами іонізуючих випромінювань

Усі роботи з радіоактивними речовинами (РР) та іншими джерелами РВ мають бути організовані таким чином, щоб забезпечувалася радіаційна безпека персоналу і населення, а також охорона навколишнього середовища від радіоактивного забруднення. Вимоги, що забезпечують радіаційну безпеку таких робіт, викладені в «Основних

227

санітарних правилах роботи з радіоактивними речовинами й іншими джерелами РВ ОСП-72/87». Це вимоги до розміщення установок; організації робіт і робочих місць; одержання, обліку, зберігання і перевезення джерел РВ; вентиляції, пилогазоочищення, опалення, водопостачання і каналізації; зберігання, видалення і знешкодження радіоактивних відходів. В ОСП сформульовані положення щодо вмісту РР і дезактивації робочих приміщень та устаткування; про заходи індивідуального захисту й особистої гігієни; з організації радіаційного дозиметричного контролю; з попередження радіаційних аварій і ліквідації їх наслідків.

Виробництво, обробка, застосування, зберігання, транспортування джерел РВ, переробка і знешкодження радіоактивних відходів здійснюється з дозволу і під контролем органів та установ Держсаннагляду, яким надається вся інформація, необхідна для оцінки можливої радіаційної небезпеки відповідної установи.

Вимоги до розміщення

Місця для розміщення установ, призначених для роботи з джерелами РВ, мають відповідати вимогам «Санітарних норм проектування промислових підприємств СН245-71*» та ОСП.

Забороняється розміщення таких установ у житлових будинках, громадських і дитячих закладах. Місця для будівництва установ, призначених для роботи з відкритими джерелами, слід вибирати з підвітряної сторони щодо житлових будинків, дитячих, громадських закладів, зон відпочинку.

Навколо установ із джерелами РВ у разі потреби встановлюється санітарно-захисна зона (СЗЗ) і зона спостереження (ЗС). У СЗЗ при нормальній роботі установи рівень опромінення людей може перевищити ГД, тому тут забороняється будівництво житлових будинків, а також будинків і споруд, що не стосуються роботи цієї установи. У зоні спостереження опромінення може досягати ГД, але у ній проводиться радіаційний контроль.

Розміри зон визначаються на основі розрахунку дози зовнішнього опромінення, поширення радіоактивних викидів у атмосферу і скидів у водоймища й у кожному конкретному випадку встановлюються за узгодженням із органами Держсаннагляду. Розміри ЗС звичайно в кілька разів більші, ніж СЗЗ. Наприклад, СЗЗ АЕС має радіус 3–5 км, а ЗС може простягатися на відстань 20–30 км від АЕС.

Устаткування, контейнери, упаковка, транспортні засоби, приміщення, призначені для робіт із джерелами РВ, повинні мати попереджувальний знак радіаційної небезпеки.

Організація робіт

Установи, приміщення й установки для роботи з джерелами РВ до початку їх експлуатації мають бути прийняті компетентною комісією на підставі акта приймання. Місцеві органи Держсаннагляду

228

оформляють на термін до трьох років санітарний паспорт установи, що дає право зберігання і проведення робіт із джерелами РВ. Адміністрація установи:

•визначає перелік осіб для роботи з джерелами РВ;

•розробляє правила внутрішнього розпорядку, інструкцію з радіаційної безпеки, інструкцію з попередження і ліквідації аварій;

•навчає й інструктує працівників;

•періодично перевіряє знання правил ведення робіт і чинних інструкцій;

•призначає відповідальних за радіаційний контроль і безпеку;

•організовує обов’язковий медичний контроль при прийнятті на роботу і періодичні медогляди.

В інструкції з радіаційної безпеки викладаються порядок проведення робіт; облік зберігання і видачі джерел РВ; скидання і видалення радіоактивних відходів; стан приміщень; заходи особистої профілактики; організація проведення радіаційного контролю.

Найбільш складний комплекс захисних заходів передбачається при роботі з РР у відкритому вигляді, оскільки необхідно забезпечити захист людей не тільки від зовнішнього, а й від внутрішнього опромінення і запобігти забрудненню навколишнього середовища. Така небезпека існує при роботі ядерних реакторів, у радіохімічному виробництві, особливо при проведенні ремонтів.

До основних захисних заходів належать: вибір устаткування, технологічних режимів, планування й обробка приміщень; раціональне планування робочих місць, режиму вентиляції, захисту від зовнішнього і внутрішнього опромінення, збирання й утилізації радіоактивних відходів; дотримання заходів особистої гігієни і використання засобів індивідуального захисту.

За ступенем радіаційної небезпеки РР поділяються на чотири групи в міру зменшення небезпеки: А, Б, В, Г. Залежно від групи РР і фактичної активності їх на робочому місці встановлюється три класи робіт (табл. 3.10).

Приміщення для робіт класів I і II ізолюють від інших та обладнують санпропускником, душовою і пунктом радіаційного контролю. Приміщення для робіт класу І розділяються на три зони:

перша зона – приміщення, що не обслуговуються, де розміщуються основні джерела ІВ і радіоактивного забруднення;

друга зона – завантаження, що обслуговується періодично під час ремонту і вивантаження РР, тимчасового зберігання і видалення радіоактивних відходів;

третя зона – приміщення постійного перебування персоналу. Для виключення можливості винесення забруднень між приміщеннями другої і третьої зони обладнується спеціальний шлюз. Стіни, підлоги, стелі, устаткування і робочі меблі в приміщеннях для робіт класів II і I мають мати гладку поверхню і слабко сорбуючі покриття, що полегшують видалення радіоактивних забруднень. Краї

229

покриття підлоги повинні бути закріплені й забиті врівень зі стінами. Вентиляційні й повітроочисні пристрої мають забезпечити захист від забруднення повітря всередині приміщень та зовнішнього повітря.

Таблиця 3.9

Групи радіаційної небезпеки радіоактивних речовин

	Група	Найменування радіонуклідів
	РНРР
	група А	уран-232; торій-228, 230; радій-226, 228; кюрій-242, 248;
		свинець-210.
		уран-230, 233, 236; торій-227; плутоній-241, 243; ра-
	група Б	дій-223, 224; йод-125, 126, 129, 131 та ін. У 10 разів вище,
		ніж для групи А.
		йод-132, 135; фосфор-32; натрій-23, 24; марганець-52,
	група В	54, 56; кобальт-56, 58, 60 та ін. У 10 разів вище, ніж для
		групи Б.
	група Г	йод-123; торій-232, 234; фосфор-33; вуглець-14; крем-
		ній-31; тритій-3 та ін. У 10 разів вище, ніж для групи В.

На етапах одержання, транспортування і зберігання джерел РВ передбачається виконання комплексу організаційних, технічних та інших заходів, що запобігають їх уособлюванню і потраплянню в навколишнє середовище. Тут важливі дисциплінованість і відповідальне ставлення до виконання посадових обов’язків. Негативні приклади, що характеризують можливість радіоактивного забруднення НС і навіть безконтрольного поширення компонентів ядерної зброї, неодноразово наводилися в засобах масової інформації.

Одержання, облік і зберігання джерел радіоактивних випромінювань

Постачання установі джерел РВ проводять за заявкою, погодженою з органами Держсаннагляду і внутрішніх справ. Адміністрація установи несе відповідальність за збереження джерел РВ і має забезпечити такі умови зберігання, надходження, одержання, використання, витрати і списання з обліку всіх джерел РВ, за яких виключається можливість їх втрати чи безконтрольного використання. Джерела РВ мають приймати відповідальні особи, які призначені наказом керівника установи і ведуть систематичний облік наявності і руху джерел РВ в установі, у підзвітних осіб, у сховищах і відходах.

Виконавці робіт одержують джерела РВ тільки за письмовим дозволом керівника, від ним уповноваженої особи, несуть відповідальність за збереження джерел з моменту одержання до їх повернення чи списання.

Транспортування радіоактивних речовин

Умови безпеки транспортування РР регламентуються «Правилами безпеки при транспортуванні РР» й основними правилами безпеки і фізичного захисту під час перевезення ядерних матеріалів (ОПБЗ-83).

230

РРтранспортуються як безпечні вантажі, якщо їх активність

єменшою за встановлену межу (для різних радіонуклідів від 10-6 до 10-2 Ки) при потужності еквівалентної дози на поверхні упаковки не більше 3 мкЗв/годину. Транспортування радіоактивних вантажів здійснюється в транспортних пакувальних комплектах, що можуть складатися з кількох елементів, вкладених один в іншій.

За матеріалом, із якого виготовлені захисні протирадіаційні

пристрої (ПРП), пакувальні комплекти поділяються на три види:

I – для перевезення γ та інших видів РВ, крім нейтронного. Захисні ПРП роблять зі свинцю, чавуна, сталі чи інших важких матеріалів;

II – для перевезення джерел нейтронних випромінювань. Захисні ПРП роблять із матеріалів, що містять водень, із додаванням

бору і кадмію;

III – для джерел β-випромінювання; захисні ПРП виготовляють із легких матеріалів (алюмінію, пластмас).

За здатністю зберігати захисні і герметичні властивості при зовнішніх впливах пакувальні комплекти поділяють на два типи:

A – витримують впливи, що трапляються у звичайній практиці транспортування (падіння з невеликої висоти, удар сусіднього вантажу, стискання, злива);

B – витримують аварійні умови без зміни захисних властивостей. Установлено чотири транспортні категорії радіаційної упаковки (I, II, III, IV), що визначаються рівнем радіації в будь-якій точці

на зовнішній поверхні упаковки та на відстані 1 м від неї.

Збирання, видалення і знешкодження радіоактивних відходів

Із розвитком атомної промисловості та енергетики зростає і кількість радіоактивних відходів, які мають бути ізольовані, щоб виключити радіаційний вплив на об’єкти навколишнього середовища не тільки нинішнього, а й майбутніх поколінь.

До радіоактивних відходів належать розчини, вироби, матеріали, що містять РВ понад чинні норми і які не можуть бути використані

уцей час у практичній діяльності. До радіоактивних відходів належать також активовані нейтронами конструкційні матеріали і непридатні до подальшої дезактивації деталі машин, конструкцій, покриттів, спецодягу, засобів індивідуального захисту, що відпрацювали експлуатаційний термін.

За агрегатним станом розрізняють тверді та рідкі радіоактивні відходи. Рідкі відходи вважаються радіоактивними, якщо вміст

уних радіонуклідів або їх сумішей перевищує допустимі концентрації ДКБ, установлені НРБУ-97 для води. Тверді відходи вважаються радіоактивними, якщо їх питома активність є більшою ніж:

•2•10-7 Ки/кг – для джерел α-випромінювання;

•2•10-6 Ки/кг – для джерел β-випромінювання;

•10-7 Ки/кг – для джерел γ-випромінювання.

231

За ступенем небезпеки радіоактивні відходи поділяються на низькоактивні, небезпечні тільки при потраплянні всередину організму, середньоактивні, що становлять небезпеку як при внутрішньому, так і при зовнішньому опроміненні, та високоактивні, які через високу питому активність і велике енерговиділення потребують додаткового охолодження ємностей, у яких вони містяться. Саме порушення системи охолодження призвело до Киштимської трагедії у 1957 р.

До низькоактивних належать, наприклад, відходи, що утворюються при видобутку і переробці уранової руди, дезактиваційні води, активовані елементи конструкції першого контуру АЕС, спецодяг.

До середньоактивних відходів належать оболонки твелів тощо. До високоактивних відходів належать відпрацьовані в реакторі твели, очисні розчини, одержані при регенерації ядерного палива на радіохімічних заводах та ін.

Способи поховання радіоактивних відходів залежать від їх питомої активності, агрегатного стану і габаритів. Низькоактивні відходи гірничо-збагачувальних уранових заводів розміщують у хвостосховище на місцях, оточених дамбами або греблями, з твердим чи водяним покриттям.

Дозволяється скидання рідких радіоактивних відходів з концентрацією до 10 ДКБ (допустимих концентрацій) у каналізацію, якщо забезпечується їх десятиразове розведення нерадіоактивними стічними водами в колекторі цієї установки. У противному разі споруджують спецканалізацію з очисними спорудами або збирають відходи у спеціальні ємності і далі їх відправляють на поховання.

Перед похованням радіоактивні відходи, як правило, переробляють з метою зменшення об’єму. Тверді відходи пресують, переплавляють чи спалюють, а потім цементують чи бетонують у блоки. Рідкі відходи концентрують методом випарювання, хімічного осадження або іонного обміну, а потім цементують чи бетонують.

Із високоактивних відходів вилучають довгоживучі радіонукліди: цезій, стронцій, трансуранові елементи, а потім такі відходи піддають склуванню, кальцинуванню, що зводить до мінімуму їх вилучення під дією зовнішнього середовища. Підготовлені до поховання радіоактивні відходи мають твердий стан.

Пункти поховання радіоактивних відходів розташовують за межами зон перспективного розвитку населених пунктів і зон відпочинку, а також не ближче 500 м від відкритих водоймищ. Навколо пункту поховання створюється санітарно-захисна зона.

Поховання низькоактивних відходів проводять у простих чи бетонованих траншеях, котлованах і засипають шаром ґрунту завтовшки не менше 1 м.

Поховання середньоактивних відходів проводять у спеціальних могильниках, що є бетонованими сховищами глибиною близько 20 м, шириною 25 м, довжиною 100–200 м, розділених на відсіки. Товщина бетонного шару близько 1 м. Відсіки заповнюються твердими від-

232

ходами до половини глибини, проміжки заливають бетоном на основі відстояних рідких відходів і зверху покривають шарами бетону і глини, що перешкоджає надходженню дощових і ґрунтових вод.

Передбачається, що через 100 років після поховання радіоактивних відходів ця ділянка землі буде придатна для ведення сільського господарства чи будівництва будинків. Такий пункт поховання радіоактивних відходів для східних областей України розташований в районі с. Пересічне, а в Харкові працює спецкомбінат з дезактивації.

Для поховання високоактивних відходів можуть використовуватися вироблені соляні і вугільні шахти в геологічно спокійних районах.

Аби захистити людей і навколишнє середовище від трагічних випадків, фахівцям усіх рангів, що проектують, будують і експлуатують об’єкти та устаткування з використанням джерел РВ, необхідні глибокі професійні знання, висока особиста відповідальність, дисципліна і педантизм у неухильному виконанні вимог радіаційної безпеки, викладених у нормативних документах.

Контрольні запитання та завдання

1.Назвіть види іонізуючого випромінювання та їхні властивості.

2.Назвіть характеристики радіоактивних випромінювань.

3.Які принципи лежать в основі нормування радіоактивного випромінювання?

4.Які існують способи захисту від іонізуючого випромінювання?

5.Назвіть особливості організації робіт із РР.

3.7. Гігієнічна оцінка лазерного випромінювання

Лазерна установка включає активне (лазерне) середовище з оптичним резонатором, джерело енергії його збудження і, як правило, систему охолодження.

За рахунок монохроматичності лазерного променя та його малої розбіжності (високого ступеня калібровки) утворюються винятково високі енергетичні експозиції, які дають змогу отримати локальний термоефект. Це є основою використання лазерних установок для обробки матеріалів (різання, свердління, поверхневе загартування тощо), в хірургії та інших галузях. Лазерне випромінювання здатне поширюватися на значні відстані і відбиватися від межі розподілу двох середовищ, що дає змогу застосовувати цю властивість з метою локації, навігації, зв’язку та ін.

Шляхом підбору тих чи інших речовин активного середовища лазера можна індукувати випромінювання практично на всіх довжинах хвиль, починаючи з ультрафіолетових і закінчуючи довгохвильовими інфрачервоними.

233

Найбільше розповсюдження на цей час у народному господарстві отримали лазери, які генерують електромагнітні випромінювання з довжиною хвилі 0,33; 0,49; 0,63; 0,69; 1,06; 10,6 мкм, тобто діапазон довжин хвиль електромагнітного випромінювання включає такі сфери:

1)ультрафіолетову – від 0,2 до 0,4 мкм;

2)оптичну – понад 0,4 до 0,75 мкм;

3)ближню інфрачервону – понад 0,75 до 1,4 мкм;

4)дальню інфрачервону – понад 1,4 мкм.

Основними фізичними величинами, що характеризують лазерне випромінювання, є:

•довжина хвилі λ, мкм;

•енергетична освітленість (густина потужності Wі), Вт/см2 – відношення потоку випромінювання, що падає на ділянку поверхні, яка розглядається, до площі цієї ділянки;

•енергетична експозиція Н, Дж/см2 – відношення енергії випромінювання, що падає на ділянку поверхні, яка розглядається, до площі цієї ділянки;

•тривалість імпульсу τі, с;

•тривалість впливу t, c – час впливу лазерного випромінювання на людину протягом робочої зміни;

•частота повторення імпульсів fі, Гц – кількість імпульсів за 1 с. При роботі з лазерними установками персонал, що їх обслуговує,

може зазнавати впливу випромінювання прямого (яке виходить безпосередньо з лазера), розсіяного (розсіяного середовищем, крізь яке проходить випромінювання) і відбитого. Відбите лазерне випромінювання може бути дзеркальним (у цьому випадку кут відбиття променя від поверхні дорівнює куту падіння на неї), а також дифузним (випромінювання, відбите в межах півсфери від поверхні за різними напрямками). Необхідно підкреслити, що при експлуатації лазерів у закритих приміщеннях на персонал, як правило, діють розсіяне і відбите випромінювання; в умовах відкритого простору виникає реальна небезпека впливу прямих променів.

При дії прямих променів на організм людини можливий розвиток так званих первинних і вторинних біологічних ефектів. Первинні ефекти – це органічні зміни, що виникають безпосередньо в тканинах, які опромінюються; вторинні – неспецифічні зміни, що виникають в організмі у відповідь на опромінювання.

Органами-мішенями для лазерного випромінювання є шкіра й очі. Лазерне випромінювання оптичної і ближньої інфрачервоної зон спектра при потраплянні в орган зору досягає сітківки, а випромінювання ультрафіолетової і дальньої інфрачервоної зон спектра поглинається кон’юнктивою, рогівкою, кришталиком.

Для створення безпечних умов праці і попередження професійних уражень персоналу при обслуговуванні лазерних установок органи санітарного нагляду здійснюють дозиметричний контроль.

234

Дозиметричний контроль – вимірювання за допомогою різних приладів рівнів лазерного випромінювання і порівняння отриманих величин з ГДР (гранично допустимі рівні).

Для проведення дозиметричного контролю на цей час розроблені спеціальні засоби вимірювання – лазерні дозиметри. Використовувані прилади відрізняються високою чутливістю та універсальністю, що дає можливість контролювати як направлене (пряме), так і розсіяне безперервне, імпульсне й імпульсно-модульоване випромінювання більшості застосовуваних на практиці лазерів.

Найширшого застосування отримав вимірювач для лазерної дозиметрії ІЛД-2М, який забезпечує вимірювання параметрів лазерного випромінювання в спектральних діапазонах 0,49–1,15 і 2–11 мкм. ІЛД-2М дає змогу вимірювати енергію й енергетичну експозицію від моноімпульсного та імпульсно-модульованого випромінювань, а також потужність безперервного випромінювання.

Компактнішим і легшим є дозиметр лазерного випромінювання

ЛДМ-2. Дозиметр ЛДМ-2 також вимірює енергетичну експозицію від моноімпульсного та імпульсно-модульованого, а також безперервного випромінювання. Але це єдиний прилад для дозиметричного контролю тривалої дії – від 1 до 104 с.

На основі дозиметра ЛДМ-2 розроблено дозиметр ЛДМ-3, спектральний діапазон якого поширюється на УФ-зону спектра (0,2– 0,5 мкм).

Лазерний дозиметр оперативного контролю ЛДК призначений для експрес-контролю рівнів лазерного випромінювання на робочих місцях операторів.

Дозиметричний контроль лазерного випромінювання залежно від його спектра, виду дії на персонал (пряме, розсіяне), наявності відомостей про параметри випромінювання (відомі, невідомі) має певні особливості, які викладені в розділі «Проведение контроля» ГОСТу 12.1.031-81 «Методы дозиметрического контроля лазерного излучения».

Однак існують загальні вимоги, дотримання яких при дозиметрії лазерного випромінювання обов’язкове. Зокрема, після установки дозиметра в заданій точці контролю і напрямку отвору вхідної діафрагми його приймального пристрою на можливе джерело випромінювання реєструється максимальне показання приладу.

У порядку поточного санітарного нагляду визначення рівня опромінювання персоналу при обслуговуванні лазерів (установок) класів ІІ–IV проводиться не рідше одного разу на рік.

Крім того, дозиметричний контроль виконується при внесенні будь-яких змін у конструкцію діючих лазерів (установок), зміні конструкції засобів захисту, організації нових робочих місць і встановленні нових лазерів (установок) класів ІІ–IV.

235

Перед упровадженням в експлуатацію лазери класів безпеки ІІ–IV приймаються комісією, яка призначається адміністрацією закладу зі включенням до її складу представника Держсаннагляду.

Результати дозиметричного контролю лазерного випромінювання вносяться до протоколу, який має містити такі відомості: місце і дату проведення контролю; тип і заводський номер дозиметра; нульовий режим вимірювання; значення параметрів випромінювання λ, τі, t, Fі (у лазерів із відомими параметрами); діаметр і площу обраної вхідної діафрагми приймального пристрою дозиметра; температуру навколишнього середовища.

При проведенні дозиметричного контролю за лазерами (установками) необхідно дотримуватися вимог безпеки. Штатив із приймальним пристроєм дозиметра повинен мати непрозорий екран для захисту оператора під час дозиметрії. Крім того, забороняється дивитися в бік можливого випромінювання без спеціальних захисних окулярів. До проведення дозиметричного контролю допускаються особи, що отримали спеціальне посвідчення відповідної кваліфікаційної групи на право роботи з електроустановками напругою вище 1000 В.

При роботі лазерів (установок) можливе генерування комплексу фізичних і хімічних факторів, які можуть не тільки підсилювати неcприятливий вплив випромінювання, а й мати самостійне значення (табл. 3.10).

Таблиця 3.10

Супутні небезпечні і шкідливі виробничі фактори при експлуатації лазерів (установок)*

	Небезпечні та шкідливі		Класи лазерів
	виробничі фактори	І	ІІ	ІІІ	ІV
	Електрична напруга	– (+)	+	+	–
	Світлове випромінювання імпульс-
	них ламп розрядження або газового	–	–	– (+)	–
	розряду
	Шум, вібрація	–	–	– (+)	+
	Аерозолі	–	–	–	+
	Електромагнітне випромінювання	–	–	–	– (+)
	(ВЧ, НВЧ)
	Іонізуюче випромінювання	–	–	–	– (+)

Примітка: відомості, надані в таблиці, орієнтовні.

У зв’язку з цим лікар з гігієни праці зобов’язаний не тільки проводити дозиметрію лазерного випромінювання, а й давати оцінку супутнім факторам (методика їх оцінки викладена у відповідних розділах). При гігієнічній оцінці лазерного випромінювання отримані при

236

дозиметрії значення величин необхідно порівняти з ГДР. За ГДР лазерного випромінювання беруться енергетичні експозиції (в джоулях на см2) тканин, що опромінювалися.

Обґрунтовані нині ГДР лазерного випромінювання належать до спектрального діапазону від 0,2 до 20 мкм і регламентуються на рогівці, сітківці та шкірі.

Гранично допустимий рівень впливу лазерного випромінювання залежить від довжини хвилі λ, тривалості τ і частоти повтору імпульсів f, тривалості дії t. У діапазоні 0,4–1,4 мкм цей рівень додатково залежить від кутового розміру джерела випромінювання α, рад, або від діаметра плями, що освітлена на сітківці dс, см, у діапазоні 0,4– 0,75 мкм – від фонової освітленості рогівки Фр, лк.

ГДР лазерного випромінювання надається в «Санитарных нормах и правилах устройств и эксплуатации лазеров» № 2392-81.

Вплив лазерного випромінювання на органи зору

Основний елемент зорового апарату людини – сітківка ока – може бути уражена лише випромінюванням видимого (від 0,4 мкм) і ближнього УЧ-діапазонів (до 1,4 мкм), що пояснюється спектральними характеристиками людського ока. При цьому кришталик та очне яблуко, котрі діють як додаткова фокусуюча оптика, суттєво підвищують концентрацію енергії на сітківці. Це, у свою чергу, на кілька порядків знижує максимально допустимий рівень (МДР) опромінювання зіниці*.

Вимоги до виробників лазерних приладів у зв’язку із забезпеченням безпеки користувачів. Оскільки ступінь ураження залежить від інтенсивності випромінювання, тривалості впливу, довжини хвилі, особливостей тканин і органів, що опромінюються, то рекомендується розподілити лазерні прилади на чотири класи з точки зору небезпеки лазерного опромінювання для користувачів.

Лазерні випромінювачі класу І. Найбільш безпечними як за своєю природою (МДР опромінювання не може бути перевищеним), так і за конструктивним виконанням є лазерні прилади класу І. У зв’язку з таким подвійним підходом допустимі межі випромінювання (ДМВ) лазерних приладів класу І у спектральній зоні від 0,4 до 1,4 мкм, для якої можливе як точкове, так і протяжне ушкодження сітківки, які характеризуються значеннями у двох аспектах – енергетичному (в ватах або джоулях) та яскравісному.

Лазерні випромінювачі класу ІІ. Це малопотужні лазерні прилади, що випромінюють тільки у видимому (0,4 < λ < 0,7 мкм) діапазоні. Їх безперервна потужність обмежена 1 мВт, оскільки припускається,

* Світловий діаметр зіниці при розрахунку МДР опромінювання приймають звичайно таким, що дорівнює 7 мм. Це не завжди відповідає дійсності, наприклад, при великій світлоті (фізіологічна оцінка яскравості) фону – через зменшення чутливості світлових рецепторів.

237

що людина має природну реакцію захисту своїх очей від впливу безперервного випромінювання (рефлекс миготіння). У разі короткочасних опромінювань (∆t < 0,25 хв) енергетика лазерних випромінювачів класу ІІ не має перевищувати відповідні ДМВ для приладів класу І. Таким чином, лазерні випромінювачі класу ІІ не можуть нанести шкоду людині всупереч її бажанню.

Лазерні випромінювачі класу ІІІ. Випромінювачі цього класу займають перехідне положення між безпечними приладами класу І, ІІ

та лазерами класу IV (які, безумовно, потребують вживання заходів із захисту персоналу).

Лазерні випромінювачі підкласу IIIА. До них належать умовно безпечні випромінювачі. Вони не здатні ушкодити зір людини, але за умови використання яких-небудь додаткових оптичних приладів для спостереження прямого лазерного випромінювання. Відповідно до цієї умови потужність видимого випромінювання безперервних лазерів підкласу IIIА не повинна перевищувати 5 мВт (тобто п’ятиразового значення ДМВ для класу II), а опромінювання – 25 Вт/м2.

Лазерні випромінювачі підкласу IIIБ. До них належать випромінювачі середньої потужності, безпосереднє спостереження яких навіть неозброєним (без оптичної фокусуючої системи) оком небезпечне для зору. Однак при дотриманні певних умов – віддаленні ока більше ніж на 13 см від розсіювача і часу впливу не більше 10 с – допустиме спостереження дифузно-розсіяного випромінювання. Таким чином, безперервна потужність таких лазерів не може перевищувати 0,5 Вт, а енергетична експозиція – 100 кДж/м2.

Лазерні випромінювачі класу IV. Це потужні лазерні установки, здатні ушкодити зір і шкірні покриви людини не тільки прямим, а й дифузним розсіяним випромінюванням. Значення ДМВ у цьому випадку перевищують значення, прийняті для підкласу IIIБ. Робота з лазерними випромінювачами класу IV потребує обов’язкового дотримання відповідних захисних заходів.

Основні правила техніки безпеки при експлуатації лазерних установок

При роботі з лазерами необхідно забезпечити такі умови праці, за яких не перевищуються гранично допустимі рівні опромінення очей і шкіри. Заходи безпеки полягають у влаштуванні захисних екранів, каналізації лазерного випромінювання по світловодах, використанні захисних окулярів. Захисні окуляри слід ретельно підбирати залежно від робочої довжини хвилі лазерного світла, а їх спектр пропускання необхідно перевіряти. Окуляри мають ефективно стримувати випромінювання лазера, однак не бути надто темними. Для захисту від розсіяного випромінювання, крім використання окулярів, застосовують спеціальне фарбування або обробку стін лабораторії, а також огородження екранами.

238

При використанні лазерів видимого діапазону потрібні спеціальні попереджувальні світлові табло або надписи під час роботи з лазерами. Для безперервних лазерів потужністю 1–5 мВт бажане виконання ряду заходів, серед яких: захист очей; робота в спеціальному приміщенні; обмеження шляху променя; попереджувальні світлові табло. При застосуванні лазерів середньої потужності ці заходи є обов’язковими, а для потужних лазерів, крім названих заходів, необхідно контролювати приміщення і систему оповіщення, забезпечувати дистанційне вмикання, управління роботою і блокування живлення.

Рекомендується навчання з правил техніки безпеки і періодичне обстеження персоналу, що обслуговує лазерні установки.

Контрольні запитання та завдання

1.Які найбільш розповсюджені діапазони довжин хвиль? Які їх основні фізичні величини?

2.Назвіть загальні вимоги, яких мають дотримуватися користувачі лазерів.

3.Назвіть вимоги безпеки при роботі з лазерами.

4.Назвіть гранично допустимі рівні лазерного випромінювання.

5.Як лазерне випромінювання впливає на органи зору?

6.Які вимоги ставлять до виробників лазерних приладів у напрямку забезпечення безпеки?

7.Наведіть основні правила техніки безпеки при експлуатації лазерних приладів.

3.8.Токсикологічна оцінка матеріалів

У виробничих умовах важливим чинником негативного впливу на працівників є продукти виділення із синтетичних матеріалів (СМ) та виробів із них. Асортимент СМ досить широкий: поліаміди, поліуретани, поліакрилати, фенолформальдегідні, епоксидні, поліефірні смоли тощо. Вони застосовуються при будівництві виробничих та інших приміщень, у технологічних процесах, виготовленні одягу і взуття, засобів індивідуального захисту робітників.

Небезпечність СМ зумовлюється токсичністю речовин, що потрапляють з них у навколишнє середовище і можуть негативно впливати на здоров’я людини. Деякі речовини, що виділяються зі СМ, мають неприємний запах, який створює дискомфорт у працівників. При використанні СМ для виготовлення засобів індивідуального захисту вони можуть чинити не тільки токсичну, а й специфічну дію: алергенну, гонадотропну, мутагенну.

Уперше на шкідливість СМ звернули увагу понад 75 років тому, коли в США від продуктів горіння рентгенівської плівки загинуло близько 100 осіб. У цей же час у Німеччині були зареєстровані випадки хвороб шкіри (екзем і дерматитів) у телефоністок, які викори-

239